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吉澤 道夫
日本原子力学会誌ATOMO
, 64(8), p.439 - 441, 2022/08
わが国では、放射線業務従事者の個人線量を登録管理する制度(線量登録管理制度)が原子力分野を除き整っていない。このため、日本学術会議から提言「放射線作業者の被ばくの一元管理について」が出された。しかしながら、現在も一元管理は実現していない。そこで、アンブレラ事業の中に国家線量登録制度検討グループを設置し検討を行った。学術会議の提言が実現しなかった要因として、広くステークホルダーを巻き込んだ議論になっていなかったこと、特に国と事業者の両方に支持されなかったことが大きい。このため、本検討グループでは、4つの制度案とそれらの展開を学会等のステークホルダー会合で報告し、意見を求めながら検討を進めた。その結果、分野別に状況・課題がかなり異なる(原子力分野は新しい制度が不要、医療分野は制度の必要性は高い、大学関係は線量管理よりも記録の合理化が優先課題)ことから、まず制度が未確立の分野(特に医療分野)が特徴にあった制度を構築し、将来的に全分野統一的な制度を目指すアプローチがよいとの結論を得た。また、登録すべき情報及び具体的な線量登録フローを検討し提案をまとめた。
高橋 聖; 吉澤 道夫
Isotope News, (778), p.30 - 33, 2021/12
国際放射線防護委員会(ICRP)の"Occupational Intakes of Radionuclides (OIR)" (放射性核種の職業上の摂取)は、ICRPの内部被ばく線量評価方法を提示する専門的な報告書シリーズであり、現行の国内法令に従って実施されている内部被ばくの個人モニタリング及び非密封放射性物質の作業場モニタリングに影響を与える重要なものである。ICRP Publ.130はOIRシリーズの第1部としてシリーズ策定の基本的考え方や改訂された体内動態モデルを記述している。本稿ではICRP Publ.130の概要と体内動態モデル等の変更点を、内部被ばく線量評価への影響を含めて解説する。
平山 英夫*; 川崎 将亜; 松村 宏*; 大倉 毅史; 波戸 芳仁*; 佐波 俊哉*; 滝 光成; 大石 哲也; 吉澤 道夫
Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.295 - 307, 2021/10
A method of deducing the I-131 concentration in a radioactive plume from the time history of peak count rates determined from pulse height spectra obtained from an NaI(Tl) scintillation detector employed as a detector of a monitoring post was presented. The concentrations of I-131 in the plumes were estimated from the count rates using the calculated response of the NaI(Tl) detector with egs5 for a model of a plume uniformly containing I-131. This method was applied to the data from the monitoring posts at Nuclear Science Research Institutes of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The estimated time history variation of I-131 concentrations in plumes was in fair agreement with those measured directly by an air sampling method. The difference was less than a factor of 4 for plumes that arrived on March 15 and March 21, indicating relatively high I-131 concentrations among the plumes studied in this work.
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
高崎 浩司; 安宗 貴志; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人; 吉澤 道夫; 百瀬 琢麿
JAEA-Review 2019-003, 48 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2019-003.pdf:3.81MB
平成29年6月6日に大洗研究開発センター燃料研究棟の管理区域内において、貯蔵容器の点検等作業中、貯蔵容器内にある核燃料物質が入った容器を封入した樹脂製の袋が破裂した。室内で作業をしていた作業員5名は半面マスクを着用していたが、5名全員が飛散したPu等のダストで汚染され、体内摂取による内部被ばくが生じた。国際放射線防護委員会は作業者による放射性核種の吸入摂取について、空気力学的放射能中央径(AMAD)の1
mと5mの実効線量係数を示しており、内部被ばく線量の評価において、放射性粒子のAMADは重要な情報である。事象発生後に採取した室内のスミヤ試料14枚とPuダストモニタのサンプリングろ紙1枚について、イメージングプレートで測定し、画像解析により室内に飛散したPu等の粒子のAMADを評価した。評価の結果、スミヤ試料からは硝酸Pu塩と仮定した場合のAMADは4.311m以上、酸化Puと仮定した場合のAMADは5.614m以上と評価された。また、Puダストモニタの集塵ろ紙については、硝酸Pu塩とした場合のAMADは3.0m以上、酸化Puとした場合は3.9m以上と評価された。
古渡 意彦; 吉富 寛; 大石 哲也; 吉澤 道夫
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.86 - 90, 2019/01
This work presents a framework of decision-making for additional monitoring of eye lens dose for radiation workers in reflect to the reduction of the annual dose limit of the eye lens dose. Based on a quantitative scheme to systematically estimate (non-) homogeneity of exposure, the proposed "homogeneity index (HI)" is introduced as a criterion of condition branching for decision making of additional monitoring of eye lens dose.
谷村 嘉彦; 吉澤 道夫
Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.417 - 421, 2018/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)放射線標準施設(FRS)に整備された14.8MeV単色中性子校正場の中性子フルエンスを測定するために、一組のラジエータ、
E検出器及びE検出器からなる高効率反跳陽子テレスコープ(PRT)を開発した。ラジエータには、2mmの厚いプラスチックシンチレーション検出器を採用することにより、検出効率を向上させるとともに、ラジエータ内での反跳陽子のエネルギー損失を補償可能とした。E及びE検出器には、それぞれ150m及び3mmの有感層を持つシリコン半導体検出器を採用した。ラジエータ-E検出器間の距離を、50mm, 100mm及び150mmに変化させたときの検出効率を14,8MeV校正場での試験結果を基に評価した。検出効率は、距離の減少とともに、最大3.7
10
まで増加した。これは、通常のPRTよりも数桁高く、FRSの14.8MeV校正場での中性子フルエンス測定が数時間で可能な検出効率である。
古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 大石 哲也; 吉澤 道夫
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1230 - 1238, 2017/11
放射線モニタリングにおいては、正当な線量測定結果が妥当な意思決定に不可欠であり、線量計を正しく構成することで、それは達成できる。日本原子力研究開発機構放射線標準施設棟(以下、「FRS」という。)では、X線、
線、ベータ線、中性子校正場を整備し、年間30,000台以上の線量計の国内外からの校正依頼に応じている。広範な種類の放射線校正場を整備するFRSを特徴づけるものとして、熱中性子領域(0.025eV)から20MeVまで幅広く整備された中性子校正場があり、一つの施設で国際規格の要求する性能試験を完結できることから、中性子線量計開発に大きく貢献している。近年の研究成果として、実際の作業環境で測定される、8桁以上の幅広いエネルギー分布を有する中性子場において、線量計による妥当な線量評価に資するため、
Am-Be線源と黒鉛パイルを用いた作業環境模擬中性子校正場を完成させ、提供している。また、アジア地域の二次標準校正場と継続して実施している放射線校正場に関する相互比較試験についても紹介する。
線スペクトルの評価谷村 嘉彦; 富田 純平; 吉富 寛; 吉澤 道夫; 箱崎 亮三*; 高橋 荘平*
保健物理, 51(3), p.141 - 146, 2016/09
南相馬市の家屋内外における光子線スペクトルをNaI(Tl)検出器を用いて測定した。光子のエネルギーに応じて、(1)低エネルギー光子を含む散乱線、(2)
Csまたは
Csからの直接線及び(3)その他の光子の3グループに分けて、直接線と散乱線の周辺線量当量H
(10)の比を評価した。H(10)の比は、屋外と比べて屋内の方が高く、散乱線の寄与率は屋内において50
以上になることがわかった。散乱線のH(10)平均エネルギーは屋内、屋外ともに約0.25MeVであった。これらのデータは外部被ばく防護のための遮蔽の最適化において、有益なデータとなる。
Am-Be sources in JAEA-FRS西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫
Journal of Radiation Protection and Research, 41(3), p.211 - 215, 2016/09
原子力機構・放射線標準施設に、Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果をもとに、校正場の基準量(平均エネルギー、線量当量率)を決定し、中性子サーベイメータ等の校正を対象として、校正場の利用を開始した。本発表では、本校正場の特性を紹介するとともに、個人線量計校正への適用性について検討した結果を報告する。
全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
吉富 寛; 谷村 嘉彦*; 立部 洋介; 堤 正博; 川崎 克也; 古渡 意彦; 吉澤 道夫; 清水 滋*; Kim, J.-S.*; Lee, J.-G.*; et al.
Proceedings of 4th Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-4) (CD-ROM), 4 Pages, 2015/07
A series inter-comparison regarding basic quantities of radiation calibration fields and calibration techniques has been made between KAERI and JAEA since 2006. Air kerma rates of the ISO narrow series X-ray calibration fields and neutron spectra at a point of test in each institute and results revealed that KAERI and FRS-JAEA maintained well-defined calibration fields for X-ray and D
O-Cf neutron calibration fields. Intensive calibrations of personal dosimeters in RI neutron calibration fields and beta-ray calibration fields were performed in both institutes. Results of calibration factors indicate that almost identical calibration factors could be obtained.
Li(p,n)Be reaction谷村 嘉彦; 堤 正博; 吉澤 道夫
Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.149 - 152, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.74(Environmental Sciences)放射線標準施設では、静電加速器を利用した単色中性子校正場を、8keVから19MeVのエネルギー範囲で開発している。このうち、144, 250, 565keV校正場では、LiFターゲットに陽子を入射して引き起こされるLi(p,n)Be反応を利用して単色中性子を発生させている。ところが、これ以外の反応で発生した光子が、校正に影響を与える可能性があるため、この線量を評価する必要がある。そこで、中性子とターゲット・室内構造物との核反応で発生する光子をMCNP-ANTコードで計算した。そして、単色中性子に対する周辺線量当量H*(10)の比を評価した。
Am-Be-encapsulation source古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫
Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.166 - 170, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.74(Environmental Sciences)原子力科学研究所放射線標準施設棟において、X3型SUS製密封Am-Be線源を用いて中性子校正場を構築・運用している。中性子校正場構築上、校正点での中性子フルエンスは正確に決定される必要がある。フルエンスを精度よく決定するために、中性子が非等方的に放出される割合を実験的に決定することが国際規格で求められている。現在運用中の中性子校正場にかかわる非等方係数F
(90)は、1.054
0.004であるが、線源からの非等方性は1.0に近い方が、距離の逆2乗則に従った中性子フルエンスの推定が容易となる。本報告では、Am-Be線源を用い、外側にかぶせる保護ケースの材質及び形状について検討し、線源からの中性子放出の非等方性が低減可能か試みた。計算シミュレーションにより、Am-Be線源の外側にかぶせる保護ケースには、Al製球形保護ケースが適切であることを見いだした。Al製球形保護ケースを試作して実際に測定し、非等方係数F(90)は、1.0060.003と決定され、中性子放出の非等方性を低減できることを示した。また、外側にかぶせる保護ケースのサイズ及び材質によって、中性子スペクトルに大きな変化が見られないことは、計算で確認できた。
谷村 嘉彦; 堤 正博; 吉澤 道夫
Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.144 - 148, 2014/10
被引用回数：10 パーセンタイル：59.32(Environmental Sciences)ロングカウンタ(LC)は、広いエネルギー範囲で中性子フルエンスに対する応答が平坦であるため、フルエンスモニタとして広く用いられている。通常のLCは重量が50kg程度あり、異なる場所に移動させるのが大変である。そこで、重量15kgの可搬型LCを開発した。可搬型LCは、
He又はBF
計数管と円筒型減速材を組合せた構造である。通常のLCは、低エネルギー中性子感度向上用に減速材の入射面に穴を空けているが、可搬型LCでは小型化を図ったため、そのスペースがない。そこで、ポリエチレン減速材の一部を低水素密度で減速能力が低いポリスチレンに置き換えることにより、入射面の穴と同様の効果を持たせて、低エネルギー中性子の感度を向上させた。これにより数eVから数MeVの間で平坦な応答を実現した。
平山 英夫*; 川崎 将亜; 松村 宏*; 大倉 毅史; 波戸 芳仁*; 佐波 俊哉*; 滝 光成; 大石 哲也; 吉澤 道夫
日本原子力学会和文論文誌, 13(3), p.119 - 126, 2014/09
モニタリングポストの検出器として使用されるNaI(Tl)シンチレーション検出器から得られるパルス波高スペクトルから得られるピーク計数率の時系列変化から放射性プルーム中のI-131濃度を推測する方法が示された。プルーム中のI-131濃度は、I-131を一様に含むプルームのモデルに対して、egs5を用いたNaI(Tl)検出器の応答計算を用いて計数率から推定された。この方法を日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のモニタリングポストで得られたデータに適用した。プルーム中のI-131濃度の推定された時系列変化は、空気サンプリング法で直接測定されたものとよく一致した。今回調査した比較的高いI-131濃度を示す3月15日と3月21日に飛来したプルームでは、その差はファクター4以下であった。
谷村 嘉彦; 古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 吉澤 道夫
IAEA-TECDOC-1743, Annex (CD-ROM), p.133 - 138, 2014/07
原子力機構の放射線標準施設棟では、4MVペレトロン加速器を利用して、8keVから19MeVまでのエネルギー領域の単色中性子校正場を開発した。単色中性子は、陽子又は重陽子を加速して、ターゲット(スカンジウム,フッ化リチウム,チタン吸蔵トリチウム及び重水素ガス)に照射することにより発生させる。高圧ターミナルに設置されたパルス化装置により、加速粒子のパルス化が可能で、最小2nsのパルス中性子を発生できる。中性子フルエンスは、ボナー球測定器,リチウムガラス検出器、ポリエチレンコンバータ付き半導体検出器、BC501A有機液体シンチレーション検出器などを用いて評価した。当該校正場は、発生できる中性子フルエンス率が小さいため、放射化法を利用した核反応断面積の取得には不向きであるが、即発線などを利用した測定には有効である。
谷村 嘉彦; 堤 正博; 吉澤 道夫
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.392 - 395, 2014/04
FRSでは4MVペレトロン加速器と
H(p,n)He反応を利用して、1.2MeV及び2.5MeV単色中性子校正場を開発している。校正には、中性子フルエンスを精度良く決定する必要がある。そこで、ポリエチレンコンバータ付半導体検出器(CH
-SSD)を開発した。従来のCH-SSDは、感度が低いため、フルエンスの精度の高い決定が難しかった。そこで、面積3,000mm
の大型シリコン検出器を使用することにより、十分な感度を有するCH-SSDを開発した。感度はNRESP-ANTコード及びPHITSコードを用いて計算した。測定した結果、1m位置の最大フルエンスは1.2MeV及び2.5MeV校正場でそれぞれ1,000及び2,000cm
s
であることがわかった。
谷村 嘉彦; 藤井 克年; 堤 正博; 吉澤 道夫
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.388 - 391, 2014/04
放射線標準施設棟(FRS)では、加速器を利用した単色中性子校正場を開発した。8keVから19MeVの範囲で、ISO 8529-1及びJIS Z4521等の国内外の規格に準拠したエネルギー点の校正場が利用可能である。校正場において、中性子フルエンスを以下に精度よく決定するかが最も重要な項目である。そこで、ロングカウンタを校正場に設置して、中性子発生量をモニタリングできるシステムを構築した。本発表では、中性子モニタの種類とその概要、中性子フルエンスの決定法などについて報告する。
山田 克典; 藤井 克年; 神田 浩志; 東 大輔; 小林 稔明; 中川 雅博; 深見 智代; 吉田 圭佑; 上野 有美; 中嶌 純也; et al.
JAEA-Review 2013-033, 51 Pages, 2013/12
JAEA-Review-2013-033.pdf:2.73MB
平成23年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故以降、放射線防護・放射線管理にかかわるさまざまな基準が策定された。インターネット等を通じて、これらの基準を調査した結果、下記13項目があげられた。(1)ヨウ素剤の服用基準値、(2)避難住民等に対するスクリーニングレベル、(3)避難区域、屋内退避等、(4)食品規制値(暫定規制値、基準値)、(5)放射線業務従事者の緊急時被ばく限度、(6)水浴場開設の判断基準、(7)学校・校庭の利用の判断基準、(8)作付基準、(9)飼料の暫定許容値、(10)堆肥の暫定許容値、(11)船舶、コンテナ等の除染基準、(12)廃棄物の取扱、処分等、(13)除染作業にかかわる基準。これらの基準の根拠を調査・整理し、今後の放射線防護、放射線管理の課題を検討した。
